非能動(dòng)安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)（套裝共3冊）

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第一篇 緒論
第一章 世界核電發(fā)展概況
1.1 世界能源新時(shí)代的到來
1.2 世界核能及核電發(fā)展簡史
1.3 世界核電技術(shù)進(jìn)步歷程
1.4 世紀(jì)之初的世界核電發(fā)展趨勢
1.5 世界新建核電廠都選擇第三代核電技術(shù)
第二章 我國核電發(fā)展概況
2.1 我國核電發(fā)展的三個(gè)階段
2.1.1 起步階段
2.1.2 適度發(fā)展階段
2.1.3 積極發(fā)展階段
2.2 核電在我國能源構(gòu)成中的地位
2.2.1 我國能源及核電發(fā)展的主要特點(diǎn)
2.2.2 保障能源供應(yīng)安全的客觀要求
2.2.3 應(yīng)對氣候變化的必由之路
2.2.4 尋求替代能源的優(yōu)先選擇
2.2.5 具備贏得市場的經(jīng)濟(jì)前景
第三章 核電廠設(shè)計(jì)的基本安全要求
3.1 核電廠安全的特殊性
3.2 核電廠的安全目標(biāo)
3.2.1 總的核安全目標(biāo)
3.2.2 輻射防護(hù)目標(biāo)
3.2.3 技術(shù)安全目標(biāo)
3.3 核電廠總的安全要求和風(fēng)險(xiǎn)水平
3.3.1 核電廠總的安全要求
3.3.2 核電廠的風(fēng)險(xiǎn)水平
3.4 保證核安全的基本要素和安全文化
3.4.1 保證核安全的基本要素
3.4.2 安全文化
3.5 核電廠設(shè)計(jì)的主要安全要求
3.5.1 縱深防御要求
3.5.2 安全功能
3.5.3 輻射防護(hù)和驗(yàn)收準(zhǔn)則
3.6 核電廠的主要設(shè)計(jì)要求
3.6.1 安全分級
3.6.2 總的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)
3.6.3 構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的可靠性設(shè)計(jì)
3.6.4 在役試驗(yàn)、維護(hù)、修理、檢查和監(jiān)測的措施
3.6.5 設(shè)備鑒定
3.6.6 老化
3.6.7 優(yōu)化運(yùn)行人員操作的設(shè)計(jì)
3.6.8 其他設(shè)計(jì)考慮
3.6.9 安全分析
附錄術(shù)語、定義
參考文獻(xiàn)
第四章 核電廠的安全監(jiān)管
4.1 我國核安全法規(guī)體系
4.2 核安全的監(jiān)督管理
4.2.1 我國的核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)——國家核安全局
4.2.2 我國對核電廠的安全監(jiān)督管理
4.2.3 美國核電廠許可證管理程序簡介
4.2.4 中國與美國核電廠許可證管理程序的分析與比較
參考文獻(xiàn)
第五章 AP1000核電技術(shù)的發(fā)展
5.1 AP1000的研發(fā)設(shè)計(jì)歷程
5.2 AP1000核電廠概述
5.2.1 核電廠整體描述
5.2.2 與其他核電廠的比較
5.3 AP1000核電廠的技術(shù)成熟性
5.3.1 反應(yīng)堆的技術(shù)成熟性
5.3.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的技術(shù)成熟性
5.3.3 非能動(dòng)安全系統(tǒng)的技術(shù)成熟性
5.3.4 安全殼
5.4 AP1000核電廠的安全性
5.4.1 AP1000核電廠采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)
5.4.2 AP1000核電廠具有全面、完善的預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的措施
5.4.3 AP1000核電廠所達(dá)到的安全水平
5.5 AP1000核電廠的經(jīng)濟(jì)性
5.6 美國核監(jiān)管委員會對AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)的核安全審評
5.6.1 安全法規(guī)
5.6.2 NRC的獨(dú)立計(jì)算分析和試驗(yàn)驗(yàn)證
5.6.3 AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書的批準(zhǔn)
參考文獻(xiàn)
第二篇 AP1000反應(yīng)堆
第六章 AP1000反應(yīng)堆堆芯和堆芯支承結(jié)構(gòu)
6.1 概述
6.2 反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件
6.2.1 反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件的功能
6.2.2 堆內(nèi)構(gòu)件的結(jié)構(gòu)
6.2.3 堆內(nèi)構(gòu)件的設(shè)計(jì)
6.2.4 堆內(nèi)構(gòu)件預(yù)運(yùn)行流致振動(dòng)試驗(yàn)
6.2.5 堆內(nèi)構(gòu)件振動(dòng)試驗(yàn)和分析結(jié)果的評定
6.2.6 美國核監(jiān)管委員會對AP1000原型堆內(nèi)構(gòu)件的審評結(jié)論
6.3 反應(yīng)堆燃料組件
6.3.1 燃料材料
6.3.2 燃料芯塊
6.3.3 燃料棒
6.3.4 燃料組件
6.4 堆內(nèi)控制部件
6.4.1 控制棒組件
6.4.2 灰棒組件
6.4.3 可燃毒物組件1
6.4.4 中子源組件
參考文獻(xiàn)
第七章 AP1000反應(yīng)堆堆芯的核設(shè)計(jì)
7.1 核設(shè)計(jì)考慮的工況和安全準(zhǔn)則
7.2 功率分布
7.2.1 概述
7.2.2 徑向功率分布
7.2.3 軸向功率分布
……
第八章 反應(yīng)堆系統(tǒng)熱工水力設(shè)計(jì)
第九章 AP1000核測系統(tǒng)和特殊監(jiān)測系統(tǒng)
第三篇 AP1000核電廠系統(tǒng)和設(shè)備
第十章 核安全部件與設(shè)備的安全要求
第十一章 AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
中冊
第十二章 AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)
第十三章 AP1000的安全殼和安全殼系統(tǒng)
第十四章 AP1000核電廠輔助系統(tǒng)
第十五章 蒸汽動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)
第十六章 電氣系統(tǒng)
第十七章 儀表控制系統(tǒng)
第十八章 AP1000核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的分級、抗震設(shè)計(jì)和設(shè)備鑒定
下冊
第四篇 AP1000核電廠的調(diào)試
第十九章 核電廠的調(diào)試
第二十章 AP1000核電廠的調(diào)試大綱
第五篇 AP1000核電廠的安全分析
第二十一章 瞬態(tài)和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析
第二十二章 試驗(yàn)和計(jì)算機(jī)程序
第二十三章 嚴(yán)重事故
第二十四章 概率安全分析（PSA）
附錄